JPH01263594A - 高速増殖炉 - Google Patents
高速増殖炉Info
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- JPH01263594A JPH01263594A JP63091585A JP9158588A JPH01263594A JP H01263594 A JPH01263594 A JP H01263594A JP 63091585 A JP63091585 A JP 63091585A JP 9158588 A JP9158588 A JP 9158588A JP H01263594 A JPH01263594 A JP H01263594A
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- Japan
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は高速増殖炉に係わり、特に炉容器内の高温の冷
却材を直接冷却する直接炉心冷却方式による崩壊熱除去
に関する。
却材を直接冷却する直接炉心冷却方式による崩壊熱除去
に関する。
（従来の技術）
高速増殖炉の崩壊熱除去の方法としていくつかの方法が
実用化あるいは考案されているが、それらの中で炉容器
内の高温の冷却材を直接冷却する直接炉心冷却方式は第
２図に示すような構成になっている。
実用化あるいは考案されているが、それらの中で炉容器
内の高温の冷却材を直接冷却する直接炉心冷却方式は第
２図に示すような構成になっている。
炉心（１）を収容する炉容器（２）の内部には冷却材と
しての液体ナトリウム（Ｎａ ）が自由液面（３）を持
って充填されており、その上部はカバーガス（４）で満
たされている。この液体ナトリウムは隔壁（５）によっ
てホットプレナム（６）とコールドプレナム（７）に分
けられており、冷却材〆ンプ（８）はポンプ隔壁（５ａ
）で仕切られたコールドプレナム（７）内に設置されて
いる。さらにホットプレナム（６）とコールドプレナム
（７）の隔壁（５）を貫通して中間熱交換器（９）が設
置されている。崩壊熱を除去するための炉容器内熱交換
器００はホットプレナム（６）内に浸され、高さＨＥ上
方の空冷熱交換器（１１）と配管（１２１で接続され、
内部には熱媒体として液体す） ＩＪウム（Ｎａ）ある
いは液体ナトリウムカリウム（ＮａＫ）が封入されてい
る。
しての液体ナトリウム（Ｎａ ）が自由液面（３）を持
って充填されており、その上部はカバーガス（４）で満
たされている。この液体ナトリウムは隔壁（５）によっ
てホットプレナム（６）とコールドプレナム（７）に分
けられており、冷却材〆ンプ（８）はポンプ隔壁（５ａ
）で仕切られたコールドプレナム（７）内に設置されて
いる。さらにホットプレナム（６）とコールドプレナム
（７）の隔壁（５）を貫通して中間熱交換器（９）が設
置されている。崩壊熱を除去するための炉容器内熱交換
器００はホットプレナム（６）内に浸され、高さＨＥ上
方の空冷熱交換器（１１）と配管（１２１で接続され、
内部には熱媒体として液体す） ＩＪウム（Ｎａ）ある
いは液体ナトリウムカリウム（ＮａＫ）が封入されてい
る。
この配管α２には熱媒体ポンプα３が設置されている。
また、高さＨｓの空気ダクトな荀には空気ダンパ（１！
５が設けられている。
５が設けられている。
次に、この従来例の作用について説明する。
高速増殖炉の通常運転時には空気ダンパａ９は閉となっ
ており、空冷熱交換器αυで固化しない程度に熱媒体ポ
ンプ（１３が少量の熱媒体を循環させている。炉停止時
には空気ダンパα９が開となり、熱媒体ポンプ（１３が
必要流量の熱媒体を循環してホットプレナム（６）内の
高温の液体ナトリウムの熱と空冷熱交換器（１１）から
大気に放出することによって炉心で発生する崩壊熱を除
去する。
ており、空冷熱交換器αυで固化しない程度に熱媒体ポ
ンプ（１３が少量の熱媒体を循環させている。炉停止時
には空気ダンパα９が開となり、熱媒体ポンプ（１３が
必要流量の熱媒体を循環してホットプレナム（６）内の
高温の液体ナトリウムの熱と空冷熱交換器（１１）から
大気に放出することによって炉心で発生する崩壊熱を除
去する。
（発明が解決しようとする課題）
上述したように従来の高速増殖炉における崩壊熱除去シ
ステムでは熱媒体ざンプα３や空気ダンパ０９等の機器
が正常に作動すれば崩壊熱除去の機能を十分に果たすこ
とができる。
ステムでは熱媒体ざンプα３や空気ダンパ０９等の機器
が正常に作動すれば崩壊熱除去の機能を十分に果たすこ
とができる。
しかしながら高速増殖炉プラントにおいては安全性に極
めて高い信頼性が要求されており、ｆＡ媒体ポンプα３
や空気ダンパ（１９のような可動部あるいはコマンドに
より作動する構成要素に高い信頼性を求めることは困難
な故、第２図に示すような崩壊熱除去システムをバック
アップとして複数系統用意して万一の故障に備えていた
。すなわち、故障が起らなかった場合には必要以上の容
量の設備を備えていることになり、これがプラントの建
設コストの上昇をもたらしていた。これを回避するため
にたとえば第２図のＨＥを大きくとり、また、空気ダン
パＣ１！１９を削除すれば可動部あるいはコマンドによ
り作動するｇｌ構成要素なくなって信頼性が高まるから
崩壊熱除去システムとしては必要な容歓分だけを備えれ
ば良くなり建設コストを低減することができるが、そう
すると原子炉の通常運転時にも熱的な自然循環あるいは
自然対流の作用によって炉心からの発熱の一部を大気に
無駄に放出することになるので今度は運転コストの上昇
を招いてしまうという問題点があった。
めて高い信頼性が要求されており、ｆＡ媒体ポンプα３
や空気ダンパ（１９のような可動部あるいはコマンドに
より作動する構成要素に高い信頼性を求めることは困難
な故、第２図に示すような崩壊熱除去システムをバック
アップとして複数系統用意して万一の故障に備えていた
。すなわち、故障が起らなかった場合には必要以上の容
量の設備を備えていることになり、これがプラントの建
設コストの上昇をもたらしていた。これを回避するため
にたとえば第２図のＨＥを大きくとり、また、空気ダン
パＣ１！１９を削除すれば可動部あるいはコマンドによ
り作動するｇｌ構成要素なくなって信頼性が高まるから
崩壊熱除去システムとしては必要な容歓分だけを備えれ
ば良くなり建設コストを低減することができるが、そう
すると原子炉の通常運転時にも熱的な自然循環あるいは
自然対流の作用によって炉心からの発熱の一部を大気に
無駄に放出することになるので今度は運転コストの上昇
を招いてしまうという問題点があった。
本発明の目的は、可動部あるいはコマンドにより作動す
る構成要素を排除することにより高い信頼性をもたせて
設備容量を必要最少銀に抑えることによって建設コスト
の低減をはかると共に、通常運転時には炉心からの発熱
を大気に無駄に放出することがないようにして運転コス
トの低減をもはかることのできる高速増殖炉を提供する
ことにある。
る構成要素を排除することにより高い信頼性をもたせて
設備容量を必要最少銀に抑えることによって建設コスト
の低減をはかると共に、通常運転時には炉心からの発熱
を大気に無駄に放出することがないようにして運転コス
トの低減をもはかることのできる高速増殖炉を提供する
ことにある。
（課題を解決するための手段）
上述した課題を解決するために、本発明では崩壊熱除去
システムの炉容器内熱交換器を、上方が冷却材の自由液
面上のカバーガス中に解放され下方が閉じたウェルの内
部に収容し、かつ、このウェルの下部をコールドプレナ
ムと均圧管で連絡する構成とした。
システムの炉容器内熱交換器を、上方が冷却材の自由液
面上のカバーガス中に解放され下方が閉じたウェルの内
部に収容し、かつ、このウェルの下部をコールドプレナ
ムと均圧管で連絡する構成とした。
（作用）
冷却材ざンプが運転中はコールドプレナム内の圧力は主
として中間熱交換器の圧力損失により低下し、コールド
プレナム内と均圧管で連絡されているウェル内の自由液
面も同時に低下するので炉容器内熱交換器の大部分はカ
バーガス中に露出されることになり、高温の冷却材から
熱的隔離されるので炉心の発熱を無駄に大気に放出され
ることがない。炉停止になって冷却材ポンプも停止する
とコールドプレナム内の圧力が高まり、均圧管で連絡し
ているウェル内の自由液面も上昇復元して炉容器内熱交
換器が冷却材に浸されるから高温の冷却材からの熱はこ
こに伝達されて炉心から発生する崩壊熱を大気に放出す
ることができる。
として中間熱交換器の圧力損失により低下し、コールド
プレナム内と均圧管で連絡されているウェル内の自由液
面も同時に低下するので炉容器内熱交換器の大部分はカ
バーガス中に露出されることになり、高温の冷却材から
熱的隔離されるので炉心の発熱を無駄に大気に放出され
ることがない。炉停止になって冷却材ポンプも停止する
とコールドプレナム内の圧力が高まり、均圧管で連絡し
ているウェル内の自由液面も上昇復元して炉容器内熱交
換器が冷却材に浸されるから高温の冷却材からの熱はこ
こに伝達されて炉心から発生する崩壊熱を大気に放出す
ることができる。
（実施例）
以下、本発明の実施例を第１図を参照しながら説明する
。
。
なお、第２図に示した従来例と同一の構成要素には同一
符号を用いてその説明を省略する。
符号を用いてその説明を省略する。
第１図に示す本発明の実施例と第２図に示す従来例と異
なるところは本発明においては従来例の熱媒体ポンプ０
３および空気ダンパ霞が削除されていること、炉容器内
熱交換器αｌがウェル（ｌＥ９内に収容されていること
、このウェルの下部はポンプ隔ａｔ （Ｓ ａ ）内の
コールドプレナム（７）と均圧管（１７）で連絡されて
いることであり、このウェルＣ１ｅの上方はカバーガス
（４）中に解放され、また下方は閉じている。
なるところは本発明においては従来例の熱媒体ポンプ０
３および空気ダンパ霞が削除されていること、炉容器内
熱交換器αｌがウェル（ｌＥ９内に収容されていること
、このウェルの下部はポンプ隔ａｔ （Ｓ ａ ）内の
コールドプレナム（７）と均圧管（１７）で連絡されて
いることであり、このウェルＣ１ｅの上方はカバーガス
（４）中に解放され、また下方は閉じている。
次に本実施例の作用について説明する。
通常運転時に冷却材ポンプ（８）が運転になると、主と
して中間熱交換器（９）の圧力損失によってコールドプ
レナム（７）内の圧力が低下することから、ポンプ隔壁
（５ａ）内の液体ナトリウムの自由液面（３ａ）および
コールドプレナム（力と均圧管αＤで連絡されているウ
ェルσｅ内の液体ナトリウムの自由液面（３ｂ）はホッ
トプレナム（６）内の液体ナトリウムの自由液面（３）
よりも高さΔＨｐだけ低下す、 る。すると炉容器内熱
交換器ａ〔の大部分はカバーガス中に露出し、ホットプ
レナム（６）内の高温の液体ナトリウムとは熱的に隔離
されることになる。
して中間熱交換器（９）の圧力損失によってコールドプ
レナム（７）内の圧力が低下することから、ポンプ隔壁
（５ａ）内の液体ナトリウムの自由液面（３ａ）および
コールドプレナム（力と均圧管αＤで連絡されているウ
ェルσｅ内の液体ナトリウムの自由液面（３ｂ）はホッ
トプレナム（６）内の液体ナトリウムの自由液面（３）
よりも高さΔＨｐだけ低下す、 る。すると炉容器内熱
交換器ａ〔の大部分はカバーガス中に露出し、ホットプ
レナム（６）内の高温の液体ナトリウムとは熱的に隔離
されることになる。
炉停止になって冷却材ポンプも停止するとコールドプレ
ナム（７）内の圧力は上昇し、ポンプ隔壁（５ａ）内の
自由液面（３ａ）はホットプレナム（６）内の液体ナト
リウムの自由液面（３）のレベルまで上昇復元する。す
るとウェルｕＱ内には均圧管１１７）を通して除々にコ
ールドプレナム（力内の低温の液体ナトリウムが自由液
面（３，３，８）と同一のレベルになるまで流入する。
ナム（７）内の圧力は上昇し、ポンプ隔壁（５ａ）内の
自由液面（３ａ）はホットプレナム（６）内の液体ナト
リウムの自由液面（３）のレベルまで上昇復元する。す
るとウェルｕＱ内には均圧管１１７）を通して除々にコ
ールドプレナム（力内の低温の液体ナトリウムが自由液
面（３，３，８）と同一のレベルになるまで流入する。
そしてこのウェル（１ｅ内に流入した低温の液体ナトリ
ウムはホットプレナム（６）内の高温の液体ナトリウム
によりウェルｔｔｅの壁面を介した自然対流により加熱
されて温度上昇し、ここで伝達された熱はウニルミυ内
に浸されている炉容器内熱交換器（１１にやはり自然対
流により伝達される。その結果、配管α２内に自然循環
し１空冷熱交換器ａυを介して空気ダクトα荀内の空気
を加熱し、軽くなった時空気は矢印Ｂのようにスタ、り
から流出する。そして結果的に炉心で発生する崩壊熱を
大気に放出することができる。
ウムはホットプレナム（６）内の高温の液体ナトリウム
によりウェルｔｔｅの壁面を介した自然対流により加熱
されて温度上昇し、ここで伝達された熱はウニルミυ内
に浸されている炉容器内熱交換器（１１にやはり自然対
流により伝達される。その結果、配管α２内に自然循環
し１空冷熱交換器ａυを介して空気ダクトα荀内の空気
を加熱し、軽くなった時空気は矢印Ｂのようにスタ、り
から流出する。そして結果的に炉心で発生する崩壊熱を
大気に放出することができる。
配管α２に封入する熱媒体として液体ナトリウムを使用
するときには、通常運転時に炉容器内熱交換器部の下部
がウェル（１ｅ内に自由液面（３ｂ）を作る液体ナトリ
ウムにわずかに浸るようにしておけば熱媒体には矢印Ａ
で示す弱い自然循環を生じるので熱媒体としてのナトリ
ウムの空冷熱交換器ａυ内での同化を防止することがで
きる。
するときには、通常運転時に炉容器内熱交換器部の下部
がウェル（１ｅ内に自由液面（３ｂ）を作る液体ナトリ
ウムにわずかに浸るようにしておけば熱媒体には矢印Ａ
で示す弱い自然循環を生じるので熱媒体としてのナトリ
ウムの空冷熱交換器ａυ内での同化を防止することがで
きる。
尚、本実施例では均圧管（１７）をポンプ隔壁（５ａ）
に連絡しているが、コールドプレナム（７）であればど
こと連絡してもよい。
に連絡しているが、コールドプレナム（７）であればど
こと連絡してもよい。
本発明による高速増殖炉にあっては、可動部あるいはコ
マンドで作動する構成要素を持たないので信頼性が向上
し、従来のようにバックアップとして必要以上の設備を
設けなくてよいのでプラントの建設コストを低減するこ
とができる。また、可動部やコマンドで作動する構成要
素を持たないにもかかわらず炉停止時にのみ炉心の崩壊
熱を大気に放出し、通常運転時には熱媒体の固化防止程
度の放熱しかしないので運転コストを低減することがで
きる。さらに、ウェルとコールドプレナムを均圧管で連
絡しており、この均圧管の太さの選定あるいはこの部分
への絞り要素の挿入によって炉停止時にウェル内に流入
する低温の冷却材（液体ナトリウム）の流入速度を任意
に選定できるから炉容器内熱交換器への熱衝撃も十分に
緩和することができる等の優れた効果を奏する。
マンドで作動する構成要素を持たないので信頼性が向上
し、従来のようにバックアップとして必要以上の設備を
設けなくてよいのでプラントの建設コストを低減するこ
とができる。また、可動部やコマンドで作動する構成要
素を持たないにもかかわらず炉停止時にのみ炉心の崩壊
熱を大気に放出し、通常運転時には熱媒体の固化防止程
度の放熱しかしないので運転コストを低減することがで
きる。さらに、ウェルとコールドプレナムを均圧管で連
絡しており、この均圧管の太さの選定あるいはこの部分
への絞り要素の挿入によって炉停止時にウェル内に流入
する低温の冷却材（液体ナトリウム）の流入速度を任意
に選定できるから炉容器内熱交換器への熱衝撃も十分に
緩和することができる等の優れた効果を奏する。
第１図は本発明に係る実施例を示す概略図、第２図は従
来例を示す概略図である。 １・・・炉心、 ２・・・炉容器、３．３ａ、
３ｂ・・・冷却材の自由液面、４・・・カバーガス、
５・・・隔壁、５ａ・・・ポンプ隔壁、 ６・・
・ホットプレナム、７・・・コールドプレナム１ ８・・・冷却材ポンプ、 ９・・・中間熱交換器、１０
・・・炉容器内熱交換器、 １１・・・空冷熱交換器、１２・・・配管、１４・・・
空気ダク、）、１６・・・ウェル、１７・・・均圧管、 代理人 弁珈士 則 近 憲 佑 同 松 山 光 之
来例を示す概略図である。 １・・・炉心、 ２・・・炉容器、３．３ａ、
３ｂ・・・冷却材の自由液面、４・・・カバーガス、
５・・・隔壁、５ａ・・・ポンプ隔壁、 ６・・
・ホットプレナム、７・・・コールドプレナム１ ８・・・冷却材ポンプ、 ９・・・中間熱交換器、１０
・・・炉容器内熱交換器、 １１・・・空冷熱交換器、１２・・・配管、１４・・・
空気ダク、）、１６・・・ウェル、１７・・・均圧管、 代理人 弁珈士 則 近 憲 佑 同 松 山 光 之
Claims (1)
- 冷却材ポンプが隔壁で仕切られたコールドプレナム内に
収納されている炉容器のホットプレナム内に浸された崩
壊熱を除去するための炉容器内熱交換器と、この炉容器
内熱交換器よりも高い位置にあり空気ダクトを有する空
冷熱交換器と、前記炉容器内熱交換器と前記空冷熱交換
器とを結び前記炉容器内部に封入された熱媒体を循環す
る流路を形成する配管とを具備した高速増殖炉において
、上方が冷却材の自由液面上のカバーガス中に開放され
下方が閉じたウェルの内部に前記炉容器内熱交換器を収
容し、かつ、このウェルの下部を前記コールドプレナム
と均圧管で連絡してなることを特徴とする高速増殖炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63091585A JPH01263594A (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 高速増殖炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63091585A JPH01263594A (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 高速増殖炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01263594A true JPH01263594A (ja) | 1989-10-20 |
Family
ID=14030627
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63091585A Pending JPH01263594A (ja) | 1988-04-15 | 1988-04-15 | 高速増殖炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01263594A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2667432A1 (fr) * | 1990-09-29 | 1992-04-03 | Toshiba Kk | Reacteur nucleaire surregenerateur. |
| FR2681976A1 (fr) * | 1991-10-01 | 1993-04-02 | Toshiba Kk | Reacteur rapide refroidi au sodium. |
| JP2009150860A (ja) * | 2007-12-20 | 2009-07-09 | Korea Atomic Energy Research Inst | ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム |
| KR100951398B1 (ko) * | 2008-03-25 | 2010-04-08 | 한국원자력연구원 | 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통 |
| WO2015019497A1 (ja) * | 2013-08-09 | 2015-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
-
1988
- 1988-04-15 JP JP63091585A patent/JPH01263594A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2667432A1 (fr) * | 1990-09-29 | 1992-04-03 | Toshiba Kk | Reacteur nucleaire surregenerateur. |
| FR2681976A1 (fr) * | 1991-10-01 | 1993-04-02 | Toshiba Kk | Reacteur rapide refroidi au sodium. |
| JP2009150860A (ja) * | 2007-12-20 | 2009-07-09 | Korea Atomic Energy Research Inst | ナトリウム冷却高速炉の残熱除去用中間ナトリウムループでのナトリウム固化可能性を排除した受動安全等級残熱除去システム |
| KR100951398B1 (ko) * | 2008-03-25 | 2010-04-08 | 한국원자력연구원 | 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통 |
| WO2015019497A1 (ja) * | 2013-08-09 | 2015-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
| GB2530702A (en) * | 2013-08-09 | 2016-03-30 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor cooling system |
| JP6072919B2 (ja) * | 2013-08-09 | 2017-02-01 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却システム |
| GB2530702B (en) * | 2013-08-09 | 2019-05-15 | Hitachi Ltd | Reactor cooling system |
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